KR100800217B1 - 핵공학 시스템 및 핵공학 시스템의 감압을 위한 방법 - Google Patents

핵공학 시스템 및 핵공학 시스템의 감압을 위한 방법 Download PDF

Info

Publication number
KR100800217B1
KR100800217B1 KR1020057024878A KR20057024878A KR100800217B1 KR 100800217 B1 KR100800217 B1 KR 100800217B1 KR 1020057024878 A KR1020057024878 A KR 1020057024878A KR 20057024878 A KR20057024878 A KR 20057024878A KR 100800217 B1 KR100800217 B1 KR 100800217B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
venturi
venturi scrubber
engineering system
nuclear engineering
cleaning liquid
Prior art date
Application number
KR1020057024878A
Other languages
English (en)
Other versions
KR20060015761A (ko
Inventor
베른트 에카르트
Original Assignee
아레바 엔피 게엠베하
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 아레바 엔피 게엠베하 filed Critical 아레바 엔피 게엠베하
Publication of KR20060015761A publication Critical patent/KR20060015761A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR100800217B1 publication Critical patent/KR100800217B1/ko

Links

Images

Classifications

    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01DSEPARATION
    • B01D47/00Separating dispersed particles from gases, air or vapours by liquid as separating agent
    • B01D47/10Venturi scrubbers
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004Pressure suppression
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

본 발명은 격납 용기(2)을 포함하는 핵공학 시스템(1)에 관한 것으로, 상기 격납 용기(2)에 감압 라인(6)이 연결되고, 세정액(W)이 담겨져 있는 탱크 내에 배치되는 벤튜리 스크러버(12) 및 스로틀링 장치(24)가 상기 감압 라인(6)에 직렬로 연결된다. 본 발명의 목적은 감압에 의해 벤튜리 스크러버(12) 내에 공기로 운반되는 매우 미세한 방사성 물질 또는 에어로졸이 발생하는 것을 매우 확실하게 억제하여, 이러한 방사성 물질 또는 에어로졸이 주변에 방출하는 것을 매우 확실하게 차단하는 것이다. 이를 위해, 본 발명에 따르면 벤튜리 스크러버(12) 및 스로틀링 장치(24)는, 벤튜리 스크러버(12)의 스로틀링 장치(24)에서 감압 라인(16) 내에서 흐르는 공기-증기 혼합물의 압력에서 임계 강하(critical drop)가 나타날 때 공기-증기 혼합물의 유동 속도가 150m/s 이상, 바람직하게는 200m/s 이상으로 조절되는 방식으로 설계된다.

Description

핵공학 시스템 및 핵공학 시스템의 감압을 위한 방법{NUCLEAR SYSTEM AND METHOD FOR THE DECOMPRESSION OF A NUCLEAR SYSTEM}
본 발명은 감압 라인(decompression line)이 연결된 격납 용기(containment)를 가진 핵공학 시스템에 관한 것이다. 또한, 본 발명은 상기와 같은 핵공학 시스템의 감압을 위한 방법에 관한 것이다.
원자력 발전소에서 원전 사고가 발생한 경우에, 각각의 원전 사고의 경우에 따라, 그리고 예컨대 격납 대기(containment atmosphere)의 비활성화(inertisation)와 같은 필요에 따라 수행되는 대응 조치에 따라, 격납 용기 내에서 나타날 수 있는 중대한 압력 상승이 고려되어야 한다. 이로 인해 나타나는 격납 용기 자체의 또는 격납 용기 내부에 배치되는 시스템 부품들의 구조적 손상을 막기 위해, 원자력 발전소는 격납 대기의 벤팅(venting)을 통해 격납 용기를 감압시킬 수 있도록 설계될 수 있다. 이를 위해 통상적으로 핵공학 시스템의 격납 용기에 감압 라인이 연결된다.
그러나 격납 대기에는 통상적으로 불활성 가스, 요오드 또는 에어로졸(aerosl)과 같은 방사성 물질이 함유되는데, 이러한 방사성 물질은 벤팅시에 원자력 발전소의 주변으로 방출될 수도 있다. 특히 노심 용융물(core melt)의 생성에 의한 비교적 심각한 원전 사고시에 격납 용기 내에서 공기로 운반되는(air-transported) 방사성 물질들(에어로졸)이 매우 높은 농도로 발생할 수 있어서, 누출량(leakage)이 높거나 허용불가능한 초과 압력이 발생하면, 상당량의 에어로졸 또는 방사성 물질이 핵공학 시스템 주변 환경으로 배출될 수도 있다. 이러한 공기로 운반되는 방사성 물질은 특히 요오드 동위원소 또는 세슘 동위원소(cesium isotope)와 같은 동반되는 성분들의 긴 반감기(half life)로 인해 비교적 오랜 시간 동안 지속하는 토양 오염(land contamination)의 원인이 될 수 있다. 이러한 상황을 막기 위해, 격납 대기의 벤팅을 위해 제공되는 감압 시스템이 통상 격납 대기에 동반되며 공기로 운반되는 방사성 물질이 주변으로 배출되는 것을 억제하는 필터링 장치 또는 억제 장치를 구비한다.
이러한 목적으로 원자력 발전소의 감압을 위한 구상이 예컨대 EP 0 285 845 B1호에 공지되어 있으며, 여기서는 공기로 운반되는 방사성 물질의 억제를 위한 필터로서 제공되는 벤튜리 스크러버(Venturi scrubber) 및 스로틀링 장치(throttling device)가 원자력 발전소의 격납 용기에 연결된 감압 라인에 직렬로 연결된다. 벤튜리 스크러버는 세정액이 담겨 있는 용기 내에 배치되는 복수의 벤튜리관(Venturi tube)을 포함하며, 감압 라인 내에서 이송되는 가스 흐름이 상기 벤튜리관에 공급될 수 있다.
이 경우 벤튜리관은 노즐 형태의 수축부를 가지며, 관류하는 가스 흐름이 상기 수축부에서 매우 높은 유동 속도로 가속된다. 이러한 수축부 영역에는 세정액을 위한 유입 개구가 제공되며, 유입되는 세정액이 관류하는 가스 흐름에 의해 휩쓸려 간다. 이러한 수축부에서의 가스 흐름이 비교적 높은 유동 속도로 제공되기 때문에 세정액의 분산(fragmentation)이 이루어지며, 이로 인해 생성되는 액체 비말(droplet) 내로 가스 흐름에 동반되며 공기로 운반되는 방사성 물질 또는 에어로졸이 유입된다. 그런 다음 가스 흐름으로부터 비말이 분리됨으로써 동반된 에어로졸 또는 공기로 운반되는 방사성 물질의 대부분이 제거될 수 있다.
EP 0 285 845 B1에 공지된 시스템에서는, 벤튜리 스크러버와 직렬로 연결되는 스로틀링 장치가 압력의 임계 강하(critical drop)에 의한 작동을 위해 설계된다. 이러한 임계 강하가 나타나면, 라인 내에서 흐르는 매체(medium)가 음속(sound velocity)으로 스로틀링 장치를 관류하도록, 라인 시스템(line system) 내의 압력 조건, 특히 압력 강하가 스로틀링 장치에 의해 조절된다. EP 0 285 845 B1호에 따른 시스템에서는 격납 용기의 감압시 시간 내내 일정하게 유지되는 감압 라인의 체적 유동률(volume flow rate)을 조절하기 위해 전술한 효과가 이용된다.
따라서 본 발명의 목적은 감압시에 벤튜리 스크러버 내에서 공기로 운반되는 초미세 방사성 물질 또는 에어로졸도 매우 확실하게 억제되어, 상기 방사성 물질 또는 에어로졸이 주변으로 배출되는 것이 매우 확실하게 차단되는 전술한 방식의 핵공학 시스템을 제공하는 것이다. 또한, 본 발명의 목적은 이러한 방식의 핵공학 시스템의 감압을 위한 방법을 제공하는 것이다.
핵공학 시스템과 관련한 목적은 본 발명에 따라, 감압 라인 내에서 흐르는 공기-증기 혼합물의 압력이 스로틀링 장치에서 임계 강하할 때 벤튜리 스크러버 내에서의 공기-증기 혼합물의 유동 속도가 150m/s 이상, 바람직하게는 200m/s 이상으로 조절되는 방식으로 벤튜리 스크러버와 스로틀링 장치가 설계됨으로써 달성된다.
이 경우, 이러한 높은 속도가 예컨대 2바아 내지 10바아의 작동 압력과 무관하게 주로 분리 장치의 전체 작동 초과압 영역에서 나타나는 방식으로 바람직하게 설계가 이루어진다. 스크러버 시스템의 작동 압력이 비교적 높을 경우에 보다 높은 밀도의 가스의 적절한 가속도를 발생시키기 위해 나타나는 벤튜리 압력 손실(예컨대 압력이 1바아일 경우에는 0.5바아 보다 크고, 압력이 5바아 보다 클 경우에는 2바아 보다 큼)은 벤튜리 스크러버와 스로틀(throttle)의 협력에 의해 전체 작동 범위에 걸쳐 수동으로 조절된다.
본 발명은 벤튜리 스크러버 또는 벤튜리관 내에서 공기로 운반되는 방사성 물질 또는 에어로졸을 분리하기 위해 벤튜리관 내부에 물을 공급하고 이러한 공급에 의해 관 내부에서 나타나는 유동 상태로 인해 비교적 미세한 비말들이 발생하며, 이때 분리될, 공기로 운반되는 방사성 물질 또는 에어로졸이 상기 미세 비말에 유입되어, 이 비말과 함께 가스 흐름으로부터 제거될 수 있다는 사실을 전제로 한다. 따라서 초미세 에어로졸의 경우에도 에어로졸이 - 특히 적절한 세정액 보유량에 의해 지원되어 - 적합한 비말에 부딪혀서, 이 비말에 포함될 확률이 매우 높게 유지되는 방식으로 매우 높은 분리율이 달성될 수 있다.
놀랍게도, 수동형 구조에서 수축부에서 나타나는 저압(underpressure)에 의해 그리고 그에 따라 외부 구동 수단 없이 관 내부로 세정액이 공급되도록 보장되는 벤튜리관의 경우에는 비말 내 아주 미세한 에어로졸들이 충돌하고 포함될 확률이 지나치게 높아져서, 벤튜리관 내 가스 흐름의 유동 속도가 매우 높을 경우에 세정액 내에서 대략 1㎛의 입자 크기를 갖는 혼합 에어로졸의 분리율은 99.9% 이상이 되고 0.5㎛ 이하의 입자 크기를 갖는 비교적 미세한 에어로졸의 분리율은 98% 이상이 될 수 있다는 사실이 밝혀졌다. 따라서 핵공학 시스템의 감압 및 방사성 물질 억제 시스템은 감압시 전술한 높은 유동 속도가 준수되도록 설계된다.
게다가 원전 사고 시나리오에서 예컨대 설비 압력과 같이 사고의 전체 진행에 걸쳐 크게 변동하는 특성 파라미터와 관련하여 원전 사고의 개별 단계에서 전술한 것과 같은 높은 분리율을 보장하여, 상기 각 단계에서 오염 성분들이 주변에 배출되는 것을 최대한 막기 위해, 핵공학 시스템의 감압 및 방사성 물질 억제 시스템이 핵공학 시스템의 격납용기에서 나타나는 시스템 압력과 거의 무관하게 전술한 것과 같은 높은 분리율이 달성되도록 설계된다. 소위 임계 강하에 의해 작동하는 스로틀링 장치에서는 유입 압력과 무관하게 유동 매체가 이러한 스로틀링 장치를 음속으로 관류한다는 사실이 바람직하게 이용된다.
따라서 임계 강하 상태에서는 스로틀링 장치를통한 체적 유동률이 유입 압력과 무관하게 일정하다. 스로틀링 장치와 벤튜리 스크러버의 적절한 협력에 의해, 그리고 경우에 따라서 금속 미세 에어로졸 후단필터(afterfilter)와 벤튜리 스크러버의 적절한 협력에 의해, 임계 강하 상태에서 벤튜리 스크러버 및 경우에 따라서는 미세 에어로졸 후단필터를 관류하는 유동 매체의 체적 유동률이 스로틀링 장치에 의해 격납 용기 내부의 스로틀링 장치의 유입측에서 나타나는 시스템 압력과 무관하게 거의 일정하게 유지될 수 있다. 따라서 스로틀링 장치와 벤튜리 스크러버의 협력에 의해 거의 전체 원전 사고 시나리오에 걸쳐서, 즉 우세한 압력 조건들로 인해 스로틀링 장치에 의한 임계 강하가 나타나는 동안만큼 벤튜리 스크러버에서 그리고 경우에 따라서는 미세 에어로졸 후단필터에서 일정한 크기의 분리율이 보장될 수 있다.
이를 위해 벤튜리 스크러버 및 스로틀링 장치는, 스로틀링 장치에서 나타나는 임계 강하시에 벤튜리 스크러버 내에서의 매우 높은 유동 속도 및 경우에 따라서는 미세 에어로졸 후단필터에서의 최적의 속도를 갖는 원하는 유동 비율이 조절되도록 서로 매칭되는 방식으로 각각 적절하게 설계된다. 요구되는 크기의 분리율에 필요한, 벤튜리 스크러버 내 유동 매체의 최소 유동 속도는 유동 매체의 정확한 조성에 의해 좌우될 수 있고, 예컨대 H2 함량이 더 높아지는 경우와 같이 가스 조성이 변동되면 더 높은 값으로 변동할 수 있다.
그러나 핵공학 시스템의 격납 용기의 감압시에 발생할 수 있는 유동 매체의 경우, 감압 라인 내에서 흐르는 공기-증기 혼합물의 경우 스로틀링 장치에서 압력의 임계 강하가 발생하면 벤튜리 스크러버 내에서의 공기-증기 혼합물의 유동 속도가 150m/s 이상, 바람직하게는 200m/s 이상이 되도록 벤튜리 스크러버와 스로틀링 장치의 협력이 게이징(guaging) 또는 표준화(reference) 형태로 설계됨으로써, 충분히 높은 분리도가 달성될 수 있다는 사실이 밝혀졌다. 이 경우, 유동 매체의 유동 속도는 특히 벤튜리관의 수축부 영역에서 결정된다.
벤튜리 스크러버와 스로틀링 장치의 협력에 의해 조절되는 높은 속도는 가스 조성이 변하면서, 예컨대 H2 함량이 더 많아지면서 음속 상승에 의해 더 높은 값으로 변동할 수 있다. 또한, 벤튜리 스크러버에서 가스 혼합물 및 세정액으로 이루어진 2상 혼합물(two-phase mixture)에서 최대 임계 속도가 대략 270 내지 300m/s로 조정된다는 사실이 밝혀졌다. 예컨대 약 300m/s의 최대 2상 혼합물 속도의 대략 2/3에 상응하는 예컨대 200m/s의 매우 높은 벤튜리 정격 속도가 선택됨으로써, 비교적 높은 음속의 혼합물이 제공될 경우에도 고유의 확실한 유동률 제한이 가능하고 뒤에 오는 억제 시스템의 과부하가 확실히 방지된다.
바람직하게는 벤튜리 스크러버는 복수의 벤튜리관을 포함한다. 이러한 복수의 벤튜리관은 소위 쇼트(short) 벤튜리관으로 형성될 수 있으며, 상기 쇼트 벤튜리관의 배출구는 세정액의 설정 레벨 보다 낮은 곳에 배치되기 때문에, 벤튜리관은 실질적으로 세정액 안으로 완전히 침지된다. 이 경우, 더 높이 놓이는 분리기-필터 섹션이 오버플로 위어(overflow weir)에 의해 수위의 급상승으로부터 보호됨으로써 이러한 변형에서도 부품 높이가 감소되는 것이 특히 바람직한 것으로 증명된다. 이러한 실시예에서는, 매우 높은 전체 분리도를 위해 뒤에 연결되는 금속 섬유 필터와 협력이 이루어지는 것이 특히 바람직한 것으로 증명된다.
일차적으로 세정액 위쪽으로 송풍하는 벤튜리 노즐관에 의해 부품 크기를 결정하는 수위 급상승이 최소화될 수 있고, 또한 벤튜리 스크러버 장치 내에서 훨씬 더 높은 도관 속도가 설정될 수 있다. 그 결과 벤튜리 스크러버 지름이 훨씬 더 작아지고 부품 크기가 더 작아지며, 이에 상응하여 세정액의 소비가 감소된다. 이러한 방식으로 특히 기존의 물 저장 탱크와의 협력시 달성되는 콤팩트한 구조에 의해 예컨대 원자로 건물과 같은 설비의 매우 밀폐된 건물 부분에서도 더 적은 차폐 비용으로 간단한 장치의 통합이 가능하다.
따라서 바람직하게는 벤튜리관의 비교적 많은 부분이 소위 롱 벤튜리관(long venturi tube)으로 형성되며, 상기 롱 벤튜리관의 배출구는 세정액의 설정 레벨보다 위에 배치된다. 또한, 복구 및 수리의 필요성을 과도하게 증가시킬 수 있는 용기 영역에서의 침강 현상(sedimentation)을 막기 위해, 또 다른 바람직한 실시예에서는 벤튜리 스크러버가 작동시 세정액이 비교적 강력하게 소용돌이치면서 순환하도록 설계된다. 이를 위해, 바람직하게는 벤튜리관의 대략 10% 이하의 적은 부분이 용기 내부에서 아래쪽 배출 방향으로 그리고 세정액의 설정 레벨보다 아래에 배치된다.
높은 분리율을 보장하기 위해서는 벤튜리관 내 물 충전율이 예컨대 5리터 이상, 바람직하게는 10리터 이상의 가스 입방미터 당 세정액으로 비교적 높게 설정되는 것이 바람직한 것으로 증명되었다. 이를 보장하기 위해, 또 다른 바람직한 실시예에서는 벤튜리관이 노즐 주위로 연장되며, 20°내지 85°, 바람직하게는 30°내지 45°의 개구각을 갖는 고리형 슬롯 공급구를 포함한다. 이와 같이 높은 물 충전을 위해, 벤튜리 스크러버의 벤튜리관은 바람직하게는 10:1 미만, 바람직하게는 대략 3:1의 목부(throat) 횡단면과 세정액 유입 영역 간의 비율을 갖는다. 여기서 목부 횡단면은 벤튜리관 내부의 수축부에서 유동 매체가 자유롭게 관류할 수 있는 횡단면을 나타낸다.
특히 바람직한 실시예에서는, 벤튜리관 내부의 중심 배출 영역에까지 관류하는 매체를 통해 발생되는 저압으로 인해 수동적인 세정액 흡인 및 분포가 보장되는 방식으로 벤튜리 스크러버의 벤튜리관이 설계된다. 이를 위해, 벤튜리 스크러버의 벤튜리관은 대략 80mm 미만, 바람직하게는 대략 40mm 미만의 목부 폭을 가진 원형 벤튜리관으로 형성되거나, 대략 100mm 미만의 목부 폭을 가진 평면형 벤튜리 노즐로 형성된다. 이에 추가로 또는 이에 대한 대안으로서, 벤튜리 스크러버의 벤튜리관은 5 이상, 바람직하게는 10 이상의 높이 대 목부 폭의 비율을 갖는다.
제조 및 조립이 간소화되고 밀폐된 설비 영역에 설치하기가 용이한 - 핵공학 시스템에 할당되는 - 감압 및 방사성 물질 억제 시스템은, 벤튜리 스크러버가 장착된 용기가 바람직하게 세정액 측으로 추가의 세정액 저장기와 연결됨으로써 매우 콤팩트한 구조를 가질 수 있다. 따라서 용기 자체 내의 세정액 보유량이 비교적 적게 유지될 수 있으며, 필요시에는, 특히 세정액의 소비가 발생할 경우에는 추가 세정액 저장기로부터의 추가(추후) 공급이 이루어질 수 있다. 이와 관련하여 비활성인, 특히 비교적 큰 세정액 저장기가 별도의 저장 용기 내에 구비될 수 있고 특히 증발된 세정액을 보충하기 위해 사용된다. 이 경우 용기 내 충전 레벨(fill level)은 측지학상(geodetic) 같은 높이에 추가 세정액 저장기를 배치함으로써, 또는 충전 레벨 플로우트 제어장치(float control)에 의해 수동으로 조절될 수 있다. 이 경우 예컨대 폐수 탱크나 탈이온화된 물(deionised water)-공급원과 같이 미리 제공되는 추가의 수조가 추가 세정액 저장기로서 사용될 수 있으며, 필요시에는 경사면(slope)을 통해 또는 압축공기 저장기로부터 가동되는 멤브레인 펌프(membrane pump)를 이용하여, 전류 공급이 중단되더라도, 세정액이 용기 내로 공급될 수 있다.
특히 바람직한 실시예에서는 핵공학 시스템에 배치되는 감압 및 방사성 물질 억제 시스템이 필요에 따라 세정액 내에서 분리되어 공기로 운반되는 방사성 물질 또는 에어로졸이 격납용기 안으로 재순환하도록 설계됨으로써 특히 효과적인 방사성 물질 억제가 달성될 수 있다. 이를 위해, 특히 바람직한 실시예에서는 벤튜리 스크러버를 갖춘 용기가 세정액 측으로 재공급 라인을 통해 핵공학 시스템의 격납 용기의 내부 공간과 연결된다. 이와 같은 형상에 의해, 필요시에, 특히 지속적이거나 주기적인 간격을 두고, 용기 내에 존재하는, 가스 흐름으로부터 분리된 방사성 물질 또는 에어로졸이 가중되는 세정액이 완전히 또는 부분적으로 격납 용기 안으로 이동될 수 있게 하여, 총체적으로 처리를 요하는 방사성 물질이 확실히 격납용기 내에 잔류하게 된다. 재공급에 의해 세정액 내 방사성 물질이 감소함으로써, 뒤에 연결되는 필터 장치 안으로 방사성 물질이 운반되게 하는 재부유 효과(resuspension)가 최소화된다.
이 경우, 특히 추가 세정액 저장기로부터 나온 세정액이 용기 안으로 재공급될 수 있다. 방사성 물질의 이와 같은 재순환 또는 재공급에 의해 세정액 내에 전체적으로 함유되는 방사성 물질량 및 농도가 매우 작게 유지될 수 있어서, 예컨대 뒤에 연결되는 필터 장치 안으로 방사성 물질이 운반되도록 하는 재부유 효과가 매우 적게 나타나도록 유지될 수 있다. 이를 통해, 높은 벤튜리 분리율과 함께 필터 로딩(fliter loading)의 감소 및 그에 따른 필터 요구 면적의 감소가 달성된다. 또한, 특히 벤팅 작동이 수일간 비교적 오래 연장되는 경우 특히 요오드 및 에어로졸과 같은 방사성 물질의 억제가 크게 개선될 수 있다.
또한, 벤튜리 스크러버 내에서 분리되는 방사성 물질의 상기와 같은 재공급 또는 재순환에 의해 에어로졸 또는 공기로 운반되는 방사성 물질에 의해 발생하는 추후 붕괴열이 용기로부터 멀리 떨어져서 격납용기 안으로 재이동됨으로써, 예컨대 액체 증발에 의해 이때 발생할 수 있는 용기 내 하중이 특히 낮게 유지될 수 있어, 벤팅 작동이 수일 및 수주에 걸쳐 비교적 오래 연장될 수 있으며, 이때 추후에 제공되는 금속 섬유 미세 필터가 재부유 에어로졸에 의해 그리고 요오드 재부유를 통한 요오드 수착 필터(iodine sorption filter)에서의 요오드 분리에 의해 과부하를 받는 일은 발생하지 않는다. 따라서 오랜 기간의 벤팅 작동을 허용하는 설계 요건들은 - 예컨대 멤브레인 펌프 등에 의한 별도의 세정액 재공급 장치와 격납 용기 내 유량을 제한하는 스로틀의 협력 하에 - 심각한 원전 사고를 억제하기 위한 많은 요건들을 갖춘 최신의 원자로 설비에서도 매우 적은 비용으로 확실하게 충족될 수 있다.
이를 통해 세정액의 증발을 막을 수 있으므로, 전체적으로, 즉 용기 내로 세정액이 추가 공급되는 것을 고려하더라도, 세정액의 필요량이 전체적으로 감소될 수 있다.
중요한 안전 요건의 관점에서 설계된, 핵공학 시스템의 격납 용기를 관통하는 관통구의 필요 개수를 매우 적게 유지하기 위해, 또 다른 바람직한 실시예에서는 재공급 라인이 감압 라인을 통해 격납 용기의 내부 공간과 연결된다. 이 경우, 재순환 또는 재공급은 감압 라인의 중심 영역으로의 방사 공급 방식으로 이루어지기 때문에, 감압 가스 흐름과 반대방향인 흐름에서는 방사성 물질이 동반된 세정액이 격납 용기 안으로 이동될 수 있다.
바람직하게는 벤튜리 섹션 뒤에 비말 재순환 장치를 갖는 이중 중력 비말 분리기가 연결된다. 비말 분리를 위해 바람직하게는 10m/s 이상의 높은 속도로 작동하는 원심 분리기가 사용되는데, 상기 원심 분리기는 스로틀링 효과의 발생을 통해 과열을 일으키는데에도 동시에 사용될 수 있다. 따라서 경우에 따라 뒤에 연결되는 금속 필터 단에서는 비말이 발생하지 않기 때문에, 이러한 유닛은 더 낮게 놓이거나 동일한 높이에 배치될 수 있어서, 필요 공간 및 공간 높이가 감소한다.
추가의 습기 제거 및 예비 필터링을 위해 바람직하게는 배기 흐름 내에 배치된 50㎛ 미만의 섬유를 함유한 섬유 제거기가 20㎛ 미만의 섬유를 함유한 예비 필터 유닛과, 바람직하게는 섬유 두께를 감소시키는 방식으로, 조합된다. 미세 필터링은 바람직하게 5㎛ 미만의 섬유에 의해 이루어지기 때문에, 0.5㎛ 미만의 소량의 미세 에어로졸의 침투도 계속 저지될 수 있다. 필터 부재들은 바람직하게는 특수강 섬유로 제조된다. 미세 필터링은 2㎛ 미만의 기공 직경을 가진 소결된 섬유 필터에 의해 이루어질 수도 있다.
효과적인 유기 요오드 분리를 위해 스로틀링 후에 바람직하게는 예컨대 질산은(silver nitrate) 또는 다른 은 화합물 등으로 채워진 분자체(molecular sieve)가 억제 시스템의 장기 작동시에 제공된다. 이 경우 바람직하게는 2 바아 이상의 가용 압력 경도의 적어도 50%의 최대 작동 압력과 관련하여 먼저 스로틀링이 이루어짐으로써, 분자체 안으로 유입되기 전의 가스 흐름이 과열될 수 있다. 이를 통해, 요오드 수착 필터 내 가스 흐름이 수동적으로 간단하게 과열될 수 있다.
억제 장치들, 즉 벤튜리 스크러버와 금속 섬유 필터는 용기 내에 상하 적층 방식으로 장착될 수도 있으며, 높이 배치된 필터가 유입 위어(inlet weir)를 가질 수 있기 때문에, 매우 낮은 설치 높이가 달성된다.
이 경우 외부 작동 부품에 의지하지 않고 완전히 수동적인 시스템 형태로 재공급을 달성하기 위해, 또 다른 한 바람직한 실시예에서는 용기가 격납 용기로부터 나온 감압 라인의 배출 지점보다 측지학적으로 대략 5m 이상, 바람직하게는 10m 이상 더 높게 배치된다. 따라서 감압 라인과 용기 사이의 수주(water column)에서 나타나는 측지학적인 압력에 의해서만 감압 라인을 통해 격납 용기 안으로 방사성 물질이 동반된 세정액이 제공될 수 있으므로, 추가의 활성 보조 수단 없이도 가스 흐름에 대한 반대방향 흐름에서 분사식 재공급이 이루어질 수 있다.
바람직하게 세정액은 요오드 또는 요오드 함유 화합물의 효과적인 억제를 위해 특별한 양으로 형성된다. 이를 위해, 용기 내에 바람직하게 9 이상의 pH 값을 가진 세정액이 제공되며, 이러한 pH 값은 NaOH, 다른 알칼리액 및/또는 티오황산나트륨의 첨가에 의해 획득될 수 있다. 이러한 화학 제품을 세정액에 계량 공급하는 작업은 0.5 내지 5중량%의 세정액 농도를 조절하기 위해 별도의 화학제품 용기로부터 담수(fresh water) 흐름 내에 배치된 제트 펌프(jet pump)에 의한 흡인에 의해 이루어질 수 있다.
바람직한 추가 실시예에서 스로틀링 장치가 용기에 통합됨으로써 매우 콤팩트한 구조가 달성될 수 있다.
특히 예컨대 소방 펌프와 같은 기존의 시스템 또는 다른 시스템을 이용한 간단한 비상 조치로서, 벤트 가스(vent gas)와 반대방향 흐름으로, 억제 시스템을 통해 원자로 압력 용기 영역 내로 완전히 또는 부분적으로 냉각수가 추가로 직접 공급됨으로써, 바람직하게는 에너지 소비에 의한 원자로 코어의 냉각과 방사성 물질 재순환이 동시에 달성될 수 있다. 또한, 특히 사고 초기 단계에서 격납 용기 내 충전 레벨이 상승함에 따라 더 높은 공급량이 제공됨으로써 흡입되는 증기-가스 혼합물이 바람직하게 추가로 감소하고, 그 결과 억제 시스템 또는 흡인 시스템의 크기가 작아질 수 있다.
전술한 핵공학 시스템의 감압을 위한 방법과 관련한 목적은, 감압 라인 내에서 안내되는 매체의 유동 속도가 150m/s 이상, 바람직하게는 200m/s 이상으로 벤튜리 스크러버에 제공됨으로써 달성된다.
본 발명에 의해 획득되는 장점은 특히, 원전 사고의 전체 진행 과정에 걸쳐서 서로 매칭되는 설계 치수에 의해 스로틀링 장치와 벤튜리 스크러버의 바람직한 협력이 보증될 수 있고, 매우 높은 유동 속도를 갖는 감압 가스 흐름이 벤튜리 스크러버를 관류한다는 사실에 있다. 이를 통해, 이미 세정액 내에서 공기로 운반되는 동반 방사성 물질 또는 에어로졸, 특히 0.5㎛ 미만의 입자 크기를 갖는 미세 에어로졸의 98% 이상의 매우 높은 분리 효율이 항시 보장되기 때문에, 주변 환경으로 방사성 물질이 배출되는 것을 매우 확실하게 막을 수 있다.
벤튜리 스크러버, 그 뒤에 연결되는 스로틀링 장치 그리고 경우에 따라서는 금속 섬유 미세 필터로 형성되는 감압 및 방사성 물질 억제 시스템은 수동으로 작동하는 시스템의 방식으로 원전 사고의 거의 모든 단계에서 격납 용기 내에서 나타나는 시스템 압력과는 무관하게 벤튜리 스크러버를 관류하는 일정한 유량을 자동으로 보장하기 때문에, 이러한 감압 및 방사성 물질 억제 시스템은 특히 소위 변압 운전(sliding pressure operation)의 목적에, 즉 전방에 추가의 스로틀링 장치를 연결하지 않고 직접 격납 용기 내에 시스템 압력을 공급하기 위한 목적에 적합하다. 감압 라인 내에서 안내되는 유동 매체에 따라, 벤튜리 스크러버를 관류하는 거의 일정한 유량이 스로틀링 장치에 의한 임계 압력 강하에 의해 보장될 수 있으며, 이러한 스로틀링 장치에 의해 시스템 압력과 무관하게 스로틀링 장치 내 매체의 유동 속도가 거의 음속에 달함으로써, 벤튜리 스크러버를 관류하는 체적 유동량도 거의 압력과 무관하게 일정하게 나타난다. 또한, 감압 라인 내에서 안내되는 가스 혼합물의 경우에는 150m/s 내지 200m/s - H2 함량이 높을 경우에는 300m/s 미만으로 제한됨 - 의 비교적 높은 노즐 속도가 유지될 때 벤튜리 스크러버를 관류하는 유량의, 혼합물과 무관한 수동적 제한이 상기 벤튜리 스크러버에 의해 발생한 압력 손실에 의해 이미 보장될 수 있다.
재순환 작용을 하는 고속 벤튜리 스크러버 시스템과 뒤에 연결되는 금속 섬유 필터의 협력에 의해 장기 작동시에도 격납용기 내 에어로졸 농도와는 무관하게 99,99% 내지 99.999%의 전체 분리율이 보장될 수 있다.
도면을 참고로 본 발명의 한 실시예를 더 자세히 살펴보면 아래와 같다.
도 1은 감압 및 방사성 물질 억제 시스템이 할당된 핵공학 시스템의 개략도이고,
도 2는 벤튜리 스크러버를 구비한 탱크를 도시한 도이며,
도 3은 도 1에 따른 설비의 공급 지점의 단면도이다.
모든 도면에서 동일한 부분은 동일한 도면부호를 갖는다.
도 1에 따른 핵공학 시스템(1)은 컨테인먼트(containment)라고도 불리는 격납 용기(2)를 포함하고, 상기 격납 용기(2)는 발전(generating)을 위해 제공되는 원자력 부품 및 그 외 시스템 부품을 포함한다. 격납 용기(2) 내에서 진행되는 과정으로 인해 격납 용기(2) 내부의 강력한 압력 상승이 고려되어야 하는 비교적 심각한 원전 사고가 발생할 경우에도 구조적인 손상 또는 격납 용기(2)의 불안전성을 확실히 차단할 수 있도록 하기 위해, 핵공학 시스템(1)에 격납 용기(2)로 연결되는 감압 및 방사성 물질 억제 시스템(4)이 구비된다. 이러한 감압 및 방사성 물질 억제 시스템(4)을 통해, 필요시에 격납 용기(2)로부터 주변으로 - 벤팅(venting)이라고도 불리는 - 격납 용기 대기의 제어된 방출이 이루어질 수 있다.
감압 및 방사성 물질 억제 시스템(4)은 격납 용기(2)로 연결되는 감압 라인(6)을 포함하며, 상기 감압 라인(6)의 배출측이 통풍구(8)에 연결된다. 벤팅시 또는 격납 대기의 배출시 핵공학 시스템(1)의 주변이 오염되는 것을 막기 위해, 격납 대기에 포함된 공기로 운반되는 방사성 물질 또는 에어로졸이 확실하게 억제되도록 감압 및 방사성 물질 억제 시스템(4)이 설계된다. 이를 위해, 감압 및 방사성 물질 억제 시스템(4)은 상기와 같은 공기로 운반되는 방사성 물질 또는 에어로졸을 위한 필터 장치로 제공되는 습식 스크러버(wet scrubber)(10)를 포함한다.
습식 스크러버(10)는 감압 라인(6)에 연결되는 벤튜리 스크러버(12)를 포함하고, 상기 벤튜리 스크러버(12)는 세정액(W)이 담긴 탱크 내에 배치된다. 벤튜리 스크러버(12)는 복수의 벤튜리관(16)을 포함하며, 상기 복수의 벤튜리관(16)은 배출구(18)에 의해 탱크 내에서 세정액(W)의 설정 레벨(20)보다 위에 배치된 가스 챔버(22)로 이어진다. 가스 챔버(22) 및 탱크에 스로틀링 장치(24)가 통합 배치되며, 그럼으로써 상기 스로틀링 장치(24)는 가스 흐름 측으로 벤튜리 스크러버(12)에 직렬로 연결된다. 스로틀링 장치(24)는 자신의 배출구 측으로 감압 라인(6)의 추가 부분 섹션에 연결되며, 상기 부분 섹션은 필터 장치(26)를 통해 통풍구(8)와 연결된다. 필터 장치(26)는 금속 섬유 필터(28), 중간 스로틀(30) 및 분자체(32)를 포함한다. 금속 섬유 필터(28)는 특히 미세 필터로서 40㎛로부터 약 1㎛까지 감소하는 섬유 직경을 갖는 섬유 필터 패드를 가지기 때문에, 특히 0.5㎛ 미만의 입자 크기의 미세 에어로졸이 침투하는 것도 효과적으로 저지될 수 있다. 이에 추가로 또는 대안적으로, 벤튜리 스크러버(12) 뒤에 바람직하게는 이중으로 형성된, 비말 피드백 작용을 하는 중력-비말 제거 장치가 연결될 수 있다.
핵공학 시스템(1)의 감압 및 방사성 물질 억제 시스템(4)은 방사성 물질이 매우 확실하게 억제되도록 그리고 특히 세정 장치의, 0.5㎛ 미만의 입자 크기를 갖는 비교적 미세한 입자의 에어로졸의 분리도가 98% 이상이 되도록 설계된다. 이를 위해, 벤튜리 스크러버(12)와 스로틀링 장치(24)의 치수 설계가 상호 바람직하게 조정된다. 이 경우, 벤튜리 스크러버(12)의 가동시 감압 가스 흐름이 150m/s 이상, 특히 200m/s 이상의 매우 높은 유동 속도로 상기 벤튜리 스크러버를 관류하도록 설계된다. 판명된 바와 같이, 상기와 같이 높은 유동 속도에서는 분리율의 거의 급격한 상승이 달성될 수 있으며, 이때 특히 에어로졸 미립자 및 초미립자도 세정액 비말에 유착되어 제거될 수 있다.
특히 흐름 횡단면의 적절한 선택에 의해 원전 사고 시나리오의 거의 모든 단계에서 벤튜리 스크러버(12)에 상기와 같이 높은 유동 속도가 제공된다. 이를 위해, 스로틀링 장치(24)는 가동시, 즉 한계 압력보다 높은 시스템 압력이 제공될 때 임계 압력 강하 영역에서 작동되도록 설계된다. 그 결과, 스로틀링 장치(24)를 관류하는 가스 흐름은 격납 용기(2) 내에서 나타나는 시스템 압력과는 무관하게 유동 매체에 관련한 음속으로 조절된다. 스로틀링 장치(24)의 유동 속도가 격납 용기(2) 내 시스템 압력과 무관함에 따라 스로틀링 장치(24)를 통과하는 체적 유동률이 격납 용기(2) 내에서 나타나는 시스템 압력과는 거의 무관하게 일정하기 때문에, 이에 상응하여 앞에 연결된 벤튜리 스크러버(12)를 관통하는 체적 유동률도 일정하게 유지된다.
소위 변압 운전을 구현하기 위해, 즉 격납 용기(2) 내에서 나타나는 시스템 압력을 직접 공급하기 위해, 감압 및 방사성 물질 억제 시스템(4)은 벤튜리 스크러버(12)가 격납 용기(2) 내에서 나타나는 시스템 압력과는 거의 무관하게 적절한 크기로 선택된 유동 속도로 일정하게 관류되도록 설계된다. 이는 격납 용기의 공급 라인에서의 압력 손실이 제타(zeta) 값이 1 미만, 바람직하게는 0.5 미만인 압력 손실이 적은 편심기 밸브를 사용함으로써 최소화될 수 있도록 달성된다.
도 2에 따른 확대도에서 볼 수 있듯이, 벤튜리 스크러버(12)는 복수의 벤튜리관(16)을 포함한다. 이 경우, 벤튜리관(16)은 가스 흐름측으로 볼 때 감압 라인(6)과 입력측이 연결되는 공통 공급 시스템(40)으로부터 물을 공급받는다. 비교적 다수의(major) 벤튜리관(16)은 소위 롱 벤튜리관으로 형성되며, 이와 같이 길이가 긴 벤튜리관의 배출구(18)는 세정액(W)의 설정 레벨(20) 보다 위에 배치되어, "자유롭게 송풍가능한" 배열 방식으로 가스 챔버(22)로 직접 이어진다. 그러나 침전 또는 침강에 의해 벤튜리 스크러버(12)의 작동 상태가 오염되거나 손상되는 것을 막기 위해, 비교적 소수의(minor) 벤튜리관(16), 즉 10% 이하의 벤튜리관은 아래쪽을 향하여 경사지게 배치된다. 이러한 벤튜리 집진장치(Venturi cyclone)에 의해 탱크(14) 내에서 세정액(W)의 강력한 순환이 달성되기 때문에, 침강이 확실히 방지된다.
특히 롱 벤튜리관으로 형성된 벤튜리관(16)은 가스 입방미터 당 5리터 이상, 특히 10리터 이상의 세정액(W)으로 처리에 필요한 가스 흐름의 비교적 높은 물 하중을 허용하도록 형성된다. 이를 위해, 벤튜리관(16)의 세정액(W) 유입 영역(42)에 30°내지 45°의 개구각으로 노즐 주변에 고리형 슬롯 공급 시스템이 제공된다. 이 경우, 수축부(44) 또는 소위 벤튜리관(16)의 목부에서 측정되는 목부 횡단면과 고리형 슬롯 공급부에서 측정되는 유입면의 비율이 대략 3:1이 되도록 설계가 이루어진다. 또한, 수축부(44)는 관류하는 가스 흐름의 유동 속도가 최대가 되는 지점이다. 그 결과, 벤튜리 스크러버(12)와 스로틀링 장치(24)의 설계 및 매칭을 위해 고려되는 유동 속도도 수축부(44)에서 측정된다.
이 실시예에서, 길이가 긴 벤튜리관으로 형성되는 벤튜리관(16)은 40mm 미만의 목부 폭을 가진 원형 벤튜리관으로 형성되기 때문에, 관류하는 매체에 의해 발생하는 저압으로 인해 수동으로 세정액이 흡인 및 분포될 경우에 개별 벤튜리관(16) 내부의 중심 방사 영역에까지 세정액(W)이 공급될 수 있다. 또한, 벤튜리관(16)은 높이 대 목부 폭의 비가 10 이상이다.
또한, 도 2에 따른 확대도에서 볼 수 있듯이, 스로틀링 장치(24)는 비말 제거를 위해 배출관(46)을 가지며, 상기 배출관(46)의 배출구측이 세정액(W)으로 통한다. 스로틀링 장치(24)의 배출측은 감압 라인(6)과 연결된다.
도 1에 도시된 바와 같이, 매우 콤팩트한 구조의 탱크를 구현하기 위해 세정액(W)의 다지점(multi-component) 저장이 제공된다. 한편으로는 탱크 내에 세정액(W)이 보유되며, 상기 세정액(W) 내에 벤튜리 스크러버(2)가 배치된다. 이에 대한 추가로 또는 보완으로, 탱크가 세정액 측으로 공급 라인(48)을 통해 추가 세정액 저장기(50)와 연결된다. 세정액 저장기(50)는 탱크 안으로 세정액(W)의 확실한 재공급을 위해 측지학적으로 적합한 높이에 배치되도록 선택된 저장기일 수 있으며, 이때 탱크 내 세정액(W)의 설정 레벨(20)은 추가 세정액 저장기(50)에서 조정되는 보유 세정액(W)의 높이에 의해 조절된다. 이에 대한 대안으로서, 폐수 탱크나 탈이온 공급 장치 등과 같은 수조가 추가 세정액 저장기(50)로서 제공될 수 있으며, 필요시에는 적합하게 선택된 경사면을 통해 또는 멤브레인 펌프 또는 압축 공기에 의해 탱크 안으로 세정액(W)이 재공급될 수도 있다.
또한, 탱크는 세정액 측으로 재공급 라인(52)에 의해 격납 용기(2)의 내부 챔버와 연결된다. 이를 통해, 공기로 운반되는 방사성 물질 또는 에어로졸을 동반한 세정액(W)이 재순환 또는 재공급의 형태로 탱크로부터 격납 용기(2) 안으로 피드백될 수 있다. 따라서 그러한 방식으로 채워진 세정액(W)이 꾸준하게 또는 주기적으로 재순환됨으로써 격납 용기(2)의 내부에 방사성 물질 전체가 매우 확실하게 고착될 수 있기 때문에, 방사성 물질이 주변으로 배출될 위험이 매우 적게 유지된다. 게다가, 세정액(W)의 이와 같은 재순환에 의해 남겨진 방사성 물질에 의해 유입된 추후 붕괴열이 계속해서 탱크(14)로부터 격납 용기(2) 안으로 다시 전이될 수 있기 때문에, 탱크(14) 내에서 나타나는 세정액(W)의 증발량이 매우 적게 유지된다. 따라서 격납 용기(2)의 내부 챔버로 세정액(W)이 재순환하고 추가 세정액 저장기(50)로부터 세정액(W)이 추후 공급되어도, 증발량이 감소함으로 인해 전체적으로 감소하는 세정액(W) 소비량이 매우 적게 유지될 수 있다.
점선(54)으로 표시된 바와 같이 재공급 라인(52)이 감압 라인(6)을 통해 격납 용기(2)의 내부 챔버와 연결될 수 있다. 도 3의 확대도에 도시된 바와 같이, 재순환은 격납 용기(2)로부터 배출되는 가스 흐름과 반대방향으로 수동 형식으로 이루어지며, 이때 격납 용기(2)를 관통하는 추가의 관통구는 필요하지 않다. 이 경우 재공급되는 세정액(W)을 위한 충분한 공급 압력을 보장하기 위해, 본 실시예에서는 세정액(W)이 담겨있는 탱크(14)가 충분한 측지학적 높이에, 다시 말해 격납 용기(2)로부터 감압 라인(6)의 배출 지점(56)보다 약 10m 위에 배치된다. 따라서 재공급 라인(52) 내 수주에서 나타나는 측지학적 압력에 의해서만 수동 시스템 형태로 격납용기(2) 안으로 세정액(W)을 위한 충분한 재공급 압력이 보장된다.
이에 대한 대안으로서, 격납 용기 내에 과압이 발생할 때 배출 밸브의 폐쇄에 의한 주기적 재공급이 이루어질 수도 있고, 또는 미임계(subcritical) 횡단면을 갖는 별도의 소형 라인이 활용될 수 있으며, 예컨대 압축 공기 멤브레인 펌프 또는 원심 펌프 등의 펌프에 의한 적절한 가압이 이루어질 수도 있다. 이를 위해 필요한 부품, 예컨대 압축 공기 저장기(58)가 도 1에 개략적으로 도시되어 있다.
확실한 요오드 억제를 위해 탱크 내 세정액(W)의 pH 값이 알칼리값, 특히 9 이상의 값으로 조절된다. 이를 위해, 필요시에는 담수 흐름 내에 배치된 제트 펌프에 의해 NaOH, 다른 알칼리액 및/또는 티오황산나트륨의 계량 공급이 이루어진다.

Claims (24)

  1. 격납 용기(containment)(2)를 갖는 핵공학 시스템(1)으로서,
    상기 격납 용기(2)에 감압 라인(decompression line)(6)이 연결되고,
    상기 감압 라인(6)에 직렬로 세정액(washing liquid)(W)이 담겨져 있는 탱크(14) 내에 배치되는 벤튜리 스크러버(Ventruri scrubber)(12) 및 스로틀링 장치(throttling device)(24)가 연결되며,
    상기 벤튜리 스크러버(12)와 상기 스로틀링 장치(24)는, 상기 감압 라인(6) 내에서 흐르는 공기-증기 혼합물의 압력이 스로틀링 장치(24)에서 임계 강하(critical drop)를 보일 때 상기 벤튜리 스크러버(12) 내에서의 공기-증기 혼합물의 유동 속도가 150m/s 이상으로 조절되도록 설계되는,
    핵공학 시스템.
  2. 제 1항에 있어서,
    상기 벤튜리 스크러버(12)와 상기 스로틀링 장치(24)는, 상기 공기-증기 혼합물의 유동 속도가 2상 혼합물의 최대 속도 보다 약 1/3 더 느리도록 설계되는 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템.
  3. 제 1항 또는 제 2항에 있어서,
    상기 벤튜리 스크러버(12)는 복수의 벤튜리관(Venturi tube)(16)을 포함하며, 상기 복수의 벤튜리관(16)들 중 다수의(major) 벤튜리관의 배출구(18)는 상기 세정액(washing liquid)(W)의 설정 레벨(20)보다 위쪽에 배치되며, 소수의(minor) 벤튜리관의 배출구(18)는 아래를 향하는 배출 방향으로 배치되는 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템.
  4. 제 3항에 있어서,
    상기 벤튜리 스크러버(12)의 벤튜리관들(16)에서 목부 횡단면과 세정액(W) 유입면 간의 비가 각각 10:1 미만으로 나타나는 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템.
  5. 제 3항에 있어서,
    상기 벤튜리 스크러버(12)의 벤튜리관(16)은 약 80mm 미만의 목부 폭을 가진 원형 벤튜리관으로 형성되거나, 약 100mm 미만의 목부 폭을 가진 평면형 벤튜리관으로 형성되는 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템.
  6. 제 3항에 있어서,
    상기 벤튜리 스크러버(12)의 벤튜리관(16)에서 높이 대 목부 폭의 비가 5 이상인 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템.
  7. 제 1항 또는 제 2항에 있어서,
    상기 탱크(14)가 세정액 측으로 세정액 저장기(50)와 연결되는 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템.
  8. 제 1항 또는 제 2항에 있어서,
    상기 탱크(14)가 세정액 측으로 재공급 라인(52)을 통해 상기 격납 용기(2)의 내부와 연결되는 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템.
  9. 제 8항에 있어서,
    상기 재공급 라인(52)은 상기 감압 라인(6)을 통해 상기 격납 용기(2)의 내부와 연결되는 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템.
  10. 제 9항에 있어서,
    상기 탱크(14)는 측지학적으로(geodetical) 볼 때, 상기 격납 용기(2)로부터 나온 상기 감압 라인(6)의 배출 지점(56)보다 약 5m 이상 더 높게 배치되는 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템.
  11. 제 1항 또는 제 2항에 있어서,
    상기 탱크(14) 내에 9 이상의 pH 값을 가진 세정액(W)이 보유되는 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템.
  12. 제 1항 또는 제 2항에 있어서,
    상기 벤튜리 스크러버(12) 뒤에 비말 재순환(droplet feedback) 기능을 가진 이중의 중력 비말 제거기(gravity droplet removal)가 연결되거나 또는 섬유 굵기가 50㎛ 미만으로 감소되는 섬유를 함유한 섬유 제거기로 형성되는 금속 섬유 필터(28)가 연결되는 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템.
  13. 제 12항에 있어서,
    상기 금속 섬유 필터(28)는 섬유 두께가 5㎛ 이하인 섬유를 함유한 필터로 형성되는 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템.
  14. 제 1항 또는 제 2항에 있어서,
    상기 벤튜리 스크러버(12) 뒤에 은 화합물로 채워진 분자체(molecular sieve)(32)가 연결되는 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템.
  15. 제 1항 또는 제 2항에 있어서,
    상기 스로틀링 장치(24)가 상기 탱크 내에 통합되는 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템.
  16. 제 1항 또는 제 2항에 따른 핵공학 시스템(1)의 감압을 위한 방법으로서,
    상기 벤튜리 스크러버(12)에 상기 감압 라인(6) 내에서 안내되는 매체의 150m/s 이상의 유동 속도가 제공되는 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템의 감압 방법.
  17. 제 1항에 있어서,
    상기 감압 라인(6) 내에서 흐르는 공기-증기 혼합물의 압력이 스로틀링 장치(24)에서 임계 강하를 보일 때 상기 벤튜리 스크러버(12) 내에서의 공기-증기 혼합물의 유동 속도가 200m/s 이상으로 조절되는 방식으로 설계되는 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템.
  18. 제 3항에 있어서,
    상기 소수의 벤튜리관은 상기 복수의 벤튜리관(16) 중 10% 이하인 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템.
  19. 제 4항에 있어서,
    상기 목부 횡단면과 상기 세정액(W) 유입면 간의 비는 약 3:1로 나타나는 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템.
  20. 제 5항에 있어서,
    상기 벤튜리관(16)은 약 40mm 미만의 목부 폭을 가진 원형 벤튜리관으로 형성되는 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템.
  21. 제 6항에 있어서,
    상기 높이 대 목부 폭의 비가 10 이상인 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템.
  22. 제 10항에 있어서,
    상기 탱크(14)는 측지학적으로 상기 감압 라인(6)의 배출 지점(56)보다 10m 이상 더 높게 배치되는 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템.
  23. 제 13항에 있어서,
    상기 금속 섬유 필터(28)는, 특수강 섬유로 이루어진 필터 또는 5㎛ 미만의 기공 직경 또는 섬유 직경을 가진 소결된 섬유 필터로 형성되는 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템.
  24. 제 16항에 있어서,
    상기 벤튜리 스크러버(12)에 상기 감압 라인(6) 내에서 안내되는 매체의 200m/s 이상의 유동 속도가 제공되는 것을 특징으로 하는 핵공학 시스템의 감압 방법.
KR1020057024878A 2003-06-25 2004-06-24 핵공학 시스템 및 핵공학 시스템의 감압을 위한 방법 KR100800217B1 (ko)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE10328773A DE10328773B3 (de) 2003-06-25 2003-06-25 Kerntechnische Anlage
DE10328773.6 2003-06-25

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20060015761A KR20060015761A (ko) 2006-02-20
KR100800217B1 true KR100800217B1 (ko) 2008-02-01

Family

ID=33521032

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020057024878A KR100800217B1 (ko) 2003-06-25 2004-06-24 핵공학 시스템 및 핵공학 시스템의 감압을 위한 방법

Country Status (9)

Country Link
US (1) US8218709B2 (ko)
EP (1) EP1656679B1 (ko)
JP (1) JP4584922B2 (ko)
KR (1) KR100800217B1 (ko)
CA (1) CA2530242C (ko)
DE (1) DE10328773B3 (ko)
ES (1) ES2396539T3 (ko)
RU (1) RU2324990C2 (ko)
WO (1) WO2004114322A2 (ko)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20150031325A (ko) * 2012-07-06 2015-03-23 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 원자로 격납체 통기 시스템용 필터
KR101713158B1 (ko) * 2016-01-08 2017-03-22 주식회사 미래와도전 원자력발전소 중대사고시 핵분열 생성물 제거를 위한 피동형 스크러버 노즐
KR101788555B1 (ko) * 2016-12-28 2017-10-24 주식회사 미래와도전 원자력발전소 격납건물 파손방지를 위한 습식여과배기시스템에 사용하는 피동형 스크러버 노즐

Families Citing this family (26)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP5470099B2 (ja) * 2010-03-05 2014-04-16 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 沸騰水型原子力プラントおよび蒸気乾燥器
DE102010035510A1 (de) 2010-08-25 2012-03-01 Areva Np Gmbh Verfahren zur Druckentlastung eines Kernkraftwerks, Druckentlastungssystem für ein Kernkraftwerk sowie zugehöriges Kernkraftwerk
DE102010035509A1 (de) * 2010-08-25 2012-03-01 Areva Np Gmbh Verfahren zur Druckentlastung eines Kernkraftwerks, Druckentlastungssystem für ein Kernkraftwerk sowie zugehöriges Kernkraftwerk
US8958522B2 (en) * 2011-06-02 2015-02-17 Westinghouse Electric Company Llc Fuel handling area passive filtration design
KR101363772B1 (ko) * 2012-02-29 2014-02-17 한국수력원자력 주식회사 액체 피동밸브를 이용한 격납건물 압력제어장치
DE102012211897B3 (de) * 2012-07-09 2013-06-06 Areva Np Gmbh Kerntechnische Anlage mit einer Sicherheitshülle und mit einem Druckentlastungssystem
KR20140047452A (ko) * 2012-10-12 2014-04-22 한국수력원자력 주식회사 원자력 발전소 피동보조급수계통의 충수 장치
US9922734B2 (en) * 2012-12-28 2018-03-20 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Containment vent system with passive mode for boiling water reactors (BWRS), and method thereof
DE102013205525A1 (de) 2013-03-27 2014-10-02 Areva Gmbh Ventingsystem für das Containment einer kerntechnischen Anlage
DE102013205524A1 (de) 2013-03-27 2014-10-02 Areva Gmbh Ventingsystem für das Containment einer kerntechnischen Anlage
DE102013209191A1 (de) * 2013-05-17 2014-11-20 Areva Gmbh Druckentlastungs- und Aktivitätsrückhaltesystem für eine kerntechnische Anlage
CN104182599B (zh) * 2013-05-21 2017-03-29 环境保护部核与辐射安全中心 核电厂气载放射性物质源评估方法
JP5853054B2 (ja) * 2013-06-19 2016-02-09 コリア アトミック エナジー リサーチ インスティチュート 原子炉格納構造物の冷却システム
US10176901B2 (en) 2013-08-14 2019-01-08 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Systems, methods, and filters for radioactive material capture
KR101513725B1 (ko) * 2014-03-03 2015-04-22 주식회사 미래와도전 원자력발전소에 사용되는 여과 배기 계통
EP2937867B1 (en) * 2014-03-03 2018-11-14 Fnctech Containment filtered venting system used for nuclear power plant
CN103871495B (zh) * 2014-03-07 2016-06-29 长江勘测规划设计研究有限责任公司 地下核电站严重事故下安全壳泄压系统
CN103900842B (zh) * 2014-03-22 2016-06-29 哈尔滨工程大学 一种自吸式文丘里水洗器性能实验系统
CN104064238B (zh) * 2014-06-13 2016-09-14 长江勘测规划设计研究有限责任公司 地下核电站气载放射性流出物非能动水洗过滤系统
CN104538067B (zh) * 2015-01-19 2016-08-31 中国核动力研究设计院 可拆式破口模拟件及其安装方法及破口模拟系统
CN110024046B (zh) * 2016-11-28 2023-03-14 法马通股份有限公司 包括安全壳过滤排放系统的核电站
DE102017201115A1 (de) 2017-01-24 2018-07-26 New Np Gmbh Kerntechnische Anlage mit einem Ventingsystem
US11227696B2 (en) * 2017-11-21 2022-01-18 Westinghouse Electric Company Llc Reactor containment building spent fuel pool filter vent
JP6927893B2 (ja) * 2018-01-18 2021-09-01 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子炉格納容器ベントシステム
JP7122241B2 (ja) * 2018-12-19 2022-08-19 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 非常用ガス処理設備及び非常用ガス処理方法
CN110379533B (zh) * 2019-06-26 2021-01-19 中广核工程有限公司 用于核电厂安全壳过滤排放系统的化学加药补液装置和方法

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5567303A (en) * 1978-11-14 1980-05-21 Mitsubishi Heavy Ind Ltd Separating apparatus
EP0285845A1 (de) * 1987-03-23 1988-10-12 Siemens Aktiengesellschaft Verfahren und Einrichtung zur Druckentlastung eines Kernkraftwerkes
US6280502B1 (en) * 1998-12-31 2001-08-28 Shell Oil Company Removing solids from a fluid

Family Cites Families (27)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE788625A (fr) * 1971-09-11 1973-01-02 Metallgesellschaft Ag Procede d'elimination de l'anhydride sulfurique et des brouillards d'acide sulfurique contenus dans des gaz
US3800511A (en) * 1973-03-09 1974-04-02 F Hull Extensible incinerator gas scrubber system with standard ductwork
US3914815A (en) * 1974-09-20 1975-10-28 Fuji Seiki Machine Works Pipe inside cleaning device
US4272499A (en) * 1979-11-28 1981-06-09 Lone Star Steel Company Process and apparatus for the removal of particulate matter and reactive or water soluble gases from carrier gases
FI67030B (fi) * 1981-06-26 1984-09-28 Outokumpu Oy Foerfarande och anordning foer rening av gaser innehaollandefasta och gasformiga foeroreningar
JPS6336817A (ja) * 1986-07-31 1988-02-17 Chiyoda Chem Eng & Constr Co Ltd 湿式排煙浄化方法とその装置
SE500478C2 (sv) * 1986-09-17 1994-07-04 Flaekt Ab Förfarande och anordning för rening av gas
DE3637795A1 (de) * 1986-11-06 1988-05-11 Siemens Ag Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle
DE8709953U1 (de) * 1987-07-20 1987-09-10 Wap-Reinigungssysteme GmbH & Co, 7919 Bellenberg Hochdruck-Einpreßarmatur
US5043158A (en) * 1987-08-21 1991-08-27 Chembiomed, Ltd. Immunogenic compositions containing ordered carriers
ES2046361T3 (es) * 1988-04-18 1994-02-01 Siemens Aktiengesellschaft Central nuclear con una envoltura de seguridad.
DE3815850A1 (de) * 1988-05-09 1989-11-23 Siemens Ag Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle und verfahren zu seiner druckentlastung
RU1768242C (ru) * 1990-03-01 1992-10-15 Научно-исследовательский институт энергетического машиностроения МГТУ им.Н.Э.Баумана Циклонный сепаратор
JP3117221B2 (ja) 1990-12-17 2000-12-11 株式会社東芝 原子炉格納容器フィルタードベント装置
JP2993744B2 (ja) * 1991-01-22 1999-12-27 株式会社日立製作所 原子炉格納容器減圧装置
EP0498016B1 (de) * 1991-02-07 1995-04-26 Siemens Aktiengesellschaft Verfahren und Anlage zur Druckentlastung der Sicherheitshülle eines Kernkraftwerks
DE4110680A1 (de) 1991-04-03 1992-10-15 Rwe Energie Ag Kernreaktor
JP2971614B2 (ja) * 1991-05-22 1999-11-08 株式会社日立製作所 原子炉格納容器減圧装置
DE4126894A1 (de) * 1991-08-14 1993-02-18 Siemens Ag Verfahren und vorrichtung zur gewinnung von proben aus der atmosphaere in einem gasdicht abgeschlossenen behaelter, insbesondere aus dem reaktorsicherheitsbehaelter eines kernkraftwerks
US5279646A (en) * 1992-06-25 1994-01-18 Process And Control Technology Corporation Venturi scrubber and process
US5353949A (en) * 1992-09-21 1994-10-11 Pall Corporation Vent filter assembly
JPH07209488A (ja) * 1994-01-18 1995-08-11 Toshiba Corp 放出放射能低減装置
DE19532366C1 (de) * 1995-09-01 1996-12-05 Siemens Ag Vorrichtung und Verfahren zur Inertisierung und zum Venting der Containment-Atmosphäre in einem Kernkraftwerk
US6047602A (en) * 1996-10-29 2000-04-11 Panametrics, Inc. Ultrasonic buffer/waveguide
FI103388B (fi) * 1997-08-29 1999-06-30 Outokumpu Oy Menetelmä kaasujen pesemiseksi useammassa eri vaiheessa ja tätä varten tarkoitettu monivaihepesuri
GC0000091A (en) * 1998-12-31 2004-06-30 Shell Int Research Method for removing condensables from a natural gas stream.
ATE391548T1 (de) * 2002-02-04 2008-04-15 Areva Np Gmbh Verfahren zur katalytischen oxidation eines gases sowie rekombinationseinrichtung zur durchführung des verfahrens und system mit derartigen rekombinationseinrichtung

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5567303A (en) * 1978-11-14 1980-05-21 Mitsubishi Heavy Ind Ltd Separating apparatus
EP0285845A1 (de) * 1987-03-23 1988-10-12 Siemens Aktiengesellschaft Verfahren und Einrichtung zur Druckentlastung eines Kernkraftwerkes
US6280502B1 (en) * 1998-12-31 2001-08-28 Shell Oil Company Removing solids from a fluid

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20150031325A (ko) * 2012-07-06 2015-03-23 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 원자로 격납체 통기 시스템용 필터
KR102111814B1 (ko) 2012-07-06 2020-05-15 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 원자로 격납체 통기 시스템용 필터
KR101713158B1 (ko) * 2016-01-08 2017-03-22 주식회사 미래와도전 원자력발전소 중대사고시 핵분열 생성물 제거를 위한 피동형 스크러버 노즐
KR101788555B1 (ko) * 2016-12-28 2017-10-24 주식회사 미래와도전 원자력발전소 격납건물 파손방지를 위한 습식여과배기시스템에 사용하는 피동형 스크러버 노즐

Also Published As

Publication number Publication date
JP2009513926A (ja) 2009-04-02
EP1656679B1 (de) 2012-10-31
KR20060015761A (ko) 2006-02-20
RU2006101984A (ru) 2006-06-10
EP1656679A2 (de) 2006-05-17
US8218709B2 (en) 2012-07-10
CA2530242A1 (en) 2004-12-29
WO2004114322A2 (de) 2004-12-29
DE10328773B3 (de) 2005-02-17
JP4584922B2 (ja) 2010-11-24
CA2530242C (en) 2014-05-06
RU2324990C2 (ru) 2008-05-20
ES2396539T3 (es) 2013-02-22
US20060188055A1 (en) 2006-08-24
WO2004114322A3 (de) 2005-03-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR100800217B1 (ko) 핵공학 시스템 및 핵공학 시스템의 감압을 위한 방법
US8670517B2 (en) Nuclear technology plant and method for the pressure relief of a nuclear technology plant
US10438706B2 (en) Venting system for the containment of a nuclear plant and method of operating the venting system
KR20150136120A (ko) 원자력 발전설비의 격납용기의 압력 방출 시스템
WO2010064401A1 (ja) 油水分離装置
KR100697926B1 (ko) 사이클론형 이물질 분리 장치
JPH01503765A (ja) ガス浄化方法および装置
KR20140091654A (ko) 멀티사이클론식 컬렉터
JP2007111609A (ja) 分離方法および分離装置
JP6737957B2 (ja) フィルタ付格納容器ベントシステムを備える原子力発電所
JP2993744B2 (ja) 原子炉格納容器減圧装置
JP2003225514A (ja) 不純物分離装置
JPH05317610A (ja) スラッジの吸い上げ装置及びそれを用いたシステム
JP2005007378A (ja) 木炭式水質浄化装置
JP2021074691A (ja) 排ガス処理装置
JP2004073961A (ja) 油水分離装置の前処理槽
JP2014073427A (ja) 粉体回収装置
JP2005246183A (ja) 油水分離装置
JPH05237472A (ja) 水中溶存酸素除去装置
JPS5976518A (ja) 水溶性ガスの処理装置
JP2001241707A (ja) 負イオン発生装置
JPH0539790A (ja) ポンプユニツト

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
E902 Notification of reason for refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20130116

Year of fee payment: 6

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20140117

Year of fee payment: 7

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20150122

Year of fee payment: 8

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20160125

Year of fee payment: 9

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20170120

Year of fee payment: 10

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20190117

Year of fee payment: 12

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20191226

Year of fee payment: 13